1. 壓水堆核電站

以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一回路系統，以及為支持一回路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。

2. 沸水堆核電站

以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水>為慢化劑和冷卻劑并在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽->給水系統；反應堆輔助系統等。

3. 重水堆核電站

以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。

重水堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。

4. 快堆核電站

由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出>來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多于所耗，能實現核裂變材料的增殖。

目前，世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的钚-239>等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1>％—2>％，但在快堆中，鈾-238>原則上都能轉換成钚-239>而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60>％—70>％。

5．高溫氣冷堆核電站

一種用高富集度鈾的包敷顆粒作核燃料、石墨作中子慢化劑、高溫氦氣作為冷卻劑的先進熱中子轉化堆核電站。

將高溫氣冷堆的核燃料二氧化鈾或碳化鈾經復雜的工藝加工制成直徑達60毫米的球形燃料元件。球形元件重疊時，彼此間有空隙可供高溫氦氣流過。在氦循環風機的驅動下，氦氣不斷通過堆芯將裂變熱帶出，進行閉式循環。

這種閉式循環又有兩種：第一種是用蒸汽進行間接循環。這種閉式循環的高溫氦氣經過蒸汽發生器管內時，使蒸汽發生器管外流動著的二回路的水變為高溫蒸汽，向壓水堆那樣去推動汽輪發電機組。

第二種是直接循環。這種堆產生的高溫氦氣，不經過蒸汽發生器這一中間環節，直接去推動氦汽輪機。氦汽輪機排出的余熱又可以供氨蒸汽循環使用。